海洋核動力平臺裝卸料過程輻射后果評價研究

楊 文，陳艷芳，巢 飛，邱金榮，姚世衛

（武漢第二船舶設計研究所，武漢 430046）

海洋核動力平臺可以滿足渤海和南海油氣開采工程、島礁建設的能源需求及保障要求，具有有害氣體零排放的優點。作為海洋核動力平臺的重要組成部分，海洋核動力平臺反應堆堆芯是為系統提供裂變熱能的動力裝置，也是放射性物質的主要來源。在海洋核動力平臺運維保障過程中，伴隨著放射性，特別是換料、貯存和運輸等工作涉及強放射性的核燃料卸出、裝載以及處置，是一項專業性、復雜性和綜合性強的涉核工程。為掌握海洋核動力平臺涉核物項的安全狀態［1，2］，確保工作人員及公眾的健康，有效地保護海洋環境，同時減輕核安全管控壓力，使海洋核動力平臺建設可持續發展，需要對乏燃料和放射性廢物處理過程中的輻射防護安全［3］及可信事故進行分析，評價輻射后果及卸料工程對工作人員、公眾和海洋環境的影響。

本文首先采用ORIGEN-Ⅱ程序對海洋核動力平臺堆芯方案一和方案二進行核素的中子輻照以及衰變計算。然后，采用MCNP和MELCOR程序對海洋核動力平臺方案二的乏燃料吊裝過程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等典型事故進行分析計算，獲取精細三維輻射場分布并快速評估出放射性后果。

1 理論模型

1.1 乏燃料放射性核素積累量計算

核燃料中可裂變核素經裂變反應以及裂變產物衰變，將釋放出一系列放射性核素。反應堆燃料組件內的放射性源項是裝卸料過程各環節產生放射性的源頭，可為正常運行、事故情況下的源項分析以及放射性后果評價等提供輸入數據，是核安全分析的重要內容之一。目前反應堆堆芯內放射性源項的計算主要通過ORI?GEN-II程序［4］完成，該程序通過模擬核燃料循環計算堆芯內放射性物質的積累和衰變，已被國內外研究機構廣泛應用于源項分析。因此，本文采用ORIGEN-Ⅱ程序對堆芯進行核素的衰變以及中子輻照計算，從而確定燃料貯存水池［5］、運輸容器以及廢物庫的放射性核素活度、質量和熱負荷等。

1.2 三維輻射場計算

乏燃料組件中含有大約300多種核素，在后處理過程中會放出緩發中子、α射線、β射線和γ射線，其中γ射線對人員和環境產生的輻射危害最嚴重。在開展乏燃料組件屏蔽計算分析時，主要計算其放出γ射線對附近人員和周圍環境的輻射效應。美國洛斯-阿拉莫斯國家實驗室開發的MCNP程序［6］在核物理、輻射屏蔽等模擬計算方面得到了廣泛的應用，模擬計算結果準確性較高。因此，本文應用ORIGEN-Ⅱ程序獲取乏燃料組件的源項分析結果，采用MCNP程序對乏燃料吊裝過程卡滯事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等典型核事故進行分析計算，獲取事故下的精細三維輻射場分布。

1.3 氣載放射性核素擴散計算

乏燃料組件在吊裝過程中可能因吊裝設備受損掉落至地面，導致燃料元件部分破損，乏燃料碎片撒落至地面，同時，伴隨著燃料元件包殼的破損，元件中的裂變氣體逸出。裂變氣體逸出后，迅速擴散至整個工作場所，工作場所空氣中的放射性核素含量迅速增大。MELCOR程序［7］是美國Sandia國家實驗室開發的一個嚴重事故一體化分析程序，可模擬事故進程中放射性裂變產物的釋放、遷移以及最終釋放到環境中的情況。因此，本文通過MELCOR程序模擬乏燃料跌落事故下放射性裂變產物的遷移過程，得到釋放到工作場所內的質量份額，并通過質量、放射性活度與劑量率轉換關系［8］，獲取工作場所內人員的內照射和外照射劑量。

1.4 放射性后果評價

基于各放射性核素活度開展放射性后果評價，主要包括吸入氣載放射性物質造成的內照射有效劑量和浸沒在放射性煙羽中造成的外照射有效劑量。

浸沒外照射有效劑量［9，10］由下式計算：

式中：Dout——浸沒外照射有效劑量，Sv/h；

DCFout，i——核素i的浸沒外照射有效劑量轉換因子，Sv?m3/（Bq?h）；

Ri，j——核素i在時間段j內釋放的放射性量，Bq。

吸入內照射有效劑量用下式計算：

式中：Din——吸入內照射有效劑量，Sv/h；

DCFin，i——核素i的吸入內照射有效劑量轉換因子，Sv/Bq；

Rij——核素i在時間段j內釋放的放射性量，Bq；

（BR）j：時間段j內的呼吸率，m3/h，一般取1.2 m3/h。

1.5 計算流程

如圖1所示，從海洋核動力平臺事故狀態分析出發，作為源項計算和輻射場計算的輸入；然后，采用ORIGEN-Ⅱ程序對燃料組件進行核素的中子輻照以及衰變計算，從而確定堆芯累積、貯存水池、換料過程的放射性核素活度、質量和熱負荷等；其次，以典型海洋核動力平臺工作場景為對象，對典型核事故進行建模計算，獲取三維輻射場數據，為輻射后果評價計算提供輸入。最后，根據輻射場計算結果，對工作人員和應急救援人員的放射性后果開展評價，給出關鍵器官劑量當量和全身有效劑量的預期劑量、可防止劑量和剩余劑量。

圖1 海洋核動力平臺裝卸料輻射計算流程圖Fig.1 Flowchart of source term and radiation calculation of the marine nuclear power platform

2 源項計算結果

本文采用ORIGEN-Ⅱ程序對堆芯方案一（平均卸料燃耗深度為450等效滿功率天）和方案二（平均卸料燃耗深度為560等效滿功率天）進行核素的中子輻照以及衰變計算，從而確定堆芯累積的放射性核素活度、質量和光子能譜等。

2.1 方案一放射性核素積存量

根據方案一設計的等效滿功率天運行歷史，記錄熱態滿功率燃耗過程和卸料換料過程中的核素組成和光子能譜。表1給出了熱態滿功率燃耗過程全堆芯重要同位素裝量隨燃耗的變化。可以看出，235U、238U、239Pu、241Pu等核素質量在整個燃耗過程中與最終安全分析報告（FSAR）結果相比較，吻合良好。表2給出了方案一反應堆停堆時刻放射性核素活度計算結果與FSAR結果的比較。可以看出，典型核素放射性活度的偏差在3%以內，滿足計算精度要求。

表1 方案一燃耗過程全堆芯重要同位素裝量的偏差Table 1 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-A

表2 方案一停堆時刻放射性核素活度比較Table 2 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-A

2.2 方案二放射性核素積存量

根據方案二設計的等效滿功率天運行歷史，記錄熱態滿功率燃耗過程和卸料換料過程中的核素組成和光子能譜。表3給出了熱態滿功率燃耗過程全堆芯重要同位素裝量隨燃耗的變化。可以看出，235U、238U、239Pu、241Pu等核素質量在整個燃耗過程中與FSAR結果相比較，吻合良好。表4給出了方案二反應堆停堆時刻放射性核素活度計算結果與FSAR結果的比較。可以看出，典型核素放射性活度的偏差在5%以內，滿足計算精度要求。

表3 方案二燃耗過程全堆芯重要同位素裝量的偏差Table 3 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-B

續表

表4 方案二停堆時刻放射性核素活度比較Table 4 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-B

續表

3 輻射場計算結果

本文基于海洋核動力平臺方案二源項分析結果，采用MCNP和MELCOR程序對乏燃料吊裝過程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等海洋核動力平臺典型事故進行分析計算，獲取事故下的精細三維輻射場分布。

3.1 乏燃料吊裝卡滯事故

本文采用MCNP程序對乏燃料吊運容器以及轉運通道精細建模，共有315個空間統計單元。乏燃料吊裝卡滯故障的光子源強由海洋核動力平臺源項計算提供的堆芯總源強，光子源強為4.69×1013。乏燃料吊車卡滯故障的輻射場分布由MCNP程序計算，計算結果如圖2所示，單位是mSv/h。可以看出，劑量率分布隨著離故障地點的距離增大而減少，最大值約為8 mSv/h。

圖2 乏燃料吊車卡滯故障輻射場計算結果Fig.2 Radiation field calculation results of spent fuel stuck accident

3.2 乏燃料吊裝跌落事故

針對停堆換料吊裝過程中發生的跌落事故進行分析，首先采用MCNP程序進行建模計算出貫穿輻射場分布，具體過程與乏燃料吊裝卡滯事故一致；然后，通過MELCOR程序模擬乏燃料跌落事故下放射性裂變產物的遷移過程，得到釋放到工作場所內的質量份額，并通過質量、放射性活度與劑量率轉換關系，獲取工作場所內工作人員的內照射和外照射劑量率，如圖3～圖5所示。可以看出，氣載核素由于位差、密度差、熱泳擴散等作用在工作場所內遷移，跌落地點的放射性活度最高達到2.9×1010Bq/m3，并隨著氣載核素的擴散逐漸降低，在18小時時刻時，最大氣載放射性核素活度為1.1×107Bq。放射性濃度的降低勢必導致內外照射劑量率的降低，在18小時時刻時，最大外照射劑量率為9.8 mSv/h，最大內照射劑量率為88 mSv/h。

圖3 乏燃料吊裝跌落事故放射性活度分布圖Fig.3 Radioactivity distribution of spent fuel falling accident

圖5 乏燃料吊裝跌落事故內照射劑量率效果圖Fig.5 Internal exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

圖4 乏燃料吊裝跌落事故外照射劑量率效果圖Fig.4 External exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

3.3 乏燃料貯存水池水位低事故

保存水池補充水不及時導致保存水池液位降低。乏燃料貯存水池水位低事故的輻射場分布由MCNP程序計算，計算結果如圖6所示，單位是mSv/h。可以看出，劑量率分布隨著離事故地點的距離增大而減少，劑量主要集中在貯存水池上方，最大值約為9600 mSv/h。

圖6 乏燃料貯存水池水位低事故劑量率效果圖Fig.6 Dose rate distribution of low water level accident in spent fuel storage pool

3.4 放射性廢物泄漏事故

按照放射性活度保守估計，針對年放射性活度，采用MCNP建模計算，放射性廢物泄漏發生地點設置為體源，計算結果如圖7所示，單位是mSv/h。可以看出，劑量率分布隨著離事故地點的距離增大而減少，最大值約為1.4×10-6mSv/h。

圖7 放射性廢物泄漏事故劑量率效果圖Fig.7 Dose rate distribution of radioactive waste leakage accident

4 結論

本文針對海洋核動力平臺卸換料過程，首先采用ORIGEN-Ⅱ程序對堆芯方案一和方案二進行核素的中子輻照以及衰變計算，從而確定堆芯累積的放射性核素活度、質量和光子能譜等。然后，采用MCNP程序和MELCOR對乏燃料吊裝過程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等海洋核動力平臺典型事故進行分析計算，獲取事故下的精細三維輻射場分布。該研究可為海洋核動力平臺核安全分析和核應急決策支持系統提供重要技術支持參數。